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J-GLOBAL ID：202002241542611479   Reference number：20A1606563

Development of Neutronics and Thermal-hydraulics Coupled Analysis Method on Platform for Design Optimization in Fast Reactor

高速炉設計最適化統合プラットフォームを用いた核-熱連成解析手法の開発

Author (4)： DODA NORIHIRO (日本原子力研究開発機構) ,  HAMASE ERINA (日本原子力研究開発機構) ,  YOKOYAMA KENJI (日本原子力研究開発機構) ,  TANAKA MASAAKI (日本原子力研究開発機構)
Material： 計算工学講演会論文集(CD-ROM)  (Proceedings of the Conference on Computational Engineering and Science (CD-ROM))
Volume： 25  Page： ROMBUNNO.D-03-03  Publication year： Jun. 19, 2020 
JST Material Number： L2913B  ISSN： 1342-145X  Document type： Proceedings
Article type： 原著論文  Country of issue： Japan (JPN)  Language： JAPANESE (JA)

Thesaurus term： plant(industrial) ,  time course ,  *fast neutron reactor ,  three dimension ,  neutron ,  neutronics ,  neutron flux ,  object-oriented language ,  reactor accident ,  computer code ,  *optimization ,  computer system(hardware)
Semi thesaurus term： Python ,  platform ,  hypothetical accident ,  analysis code ,  design optimization ,  coupled analysis

JST classification (2)： Reactor thermodynamics  (MD02030Q) ,  Numerical analysis,approximation method  (AB04000F)

Reference (5)：

• 堂田哲広, 浜瀬枝里菜, 菊地紀宏, 田中正暁: 高速炉における複数解析コードの連成による設計最適化統合プラットフォームの開発, 計算工学講演会論文集, Vol.24, E-10-03, 2019.
• Ott, K.O. et al.: Accuracy of the quasistatic treatment of spatial reactor kinetics, Nucl. Sci. Eng., Vol.36, No.3, pp.402-411, 1969.
• Yamada, F. et al.: Development of natural circulation analytical model in Super-COPD code and evaluation of core cooling capability in Monju during a station blackout, Nuclear Technology, Vol.188.3, pp.292-321, 2014.
• Yokoyama, K. et al.: Development of comprehensive and versatile framework for reactor analysis, MARBLE, Annals of Nuclear Energy, 66, pp.51-60, 2014.
• IAEA: Benchmark Analysis of EBR II Shutdown Heat Removal, IAEA-TECDOC-1819, International Atomic Energy Agency Vienna, 2017.

Terms in the title (7)： 設計最適化 ,  統合 ,  プラットフォーム ,  核 ,  連成解析 ,  手法 ,  開発